三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究

稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。     

AP1000稳压器安全阀动态排放特性的CFD仿真分析

AP1000核电厂的稳压器顶部安装有两台弹簧式安全阀,用于提供超压保护。由于安全阀的口径较大,其排放能力及排放特性无法通过工业试验台架来验证。本文建立了安全阀的CFX动网格,并在此基础上进行动网格二次开发,编写外部命令,根据开启时间轴,实时替换计算网格,以模拟安全阀开启过程中截面的不断变化,进而分析安全阀的动态特性,为安全阀的排放特性评估提供了一定的依据。     

核电厂稳压器SEBIM安全阀自主化检修经验反馈

SEBIM安全阀是特指为核电厂稳压器提供超压保护的一种先导式安全阀,其具有稳定性好、结构繁杂、灵敏度高、可靠性高、功能完善的显著特点。本文对SEBIM安全阀在核电厂中的预防性维修和纠正性维修的区别和联系进行描述,并对SEBIM安全阀在运行过程中发生的常见故障包括先导控制阀R1/R2泄漏故障和可用性试验水耗量超标问题的产生原因进行了分析,并对其维修和处理方法进行了总结。     

CPY核电厂低温超压保护改进的研究

法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。     

稳压器安全阀泄漏原因分析

针对稳压器安全阀在使用现场试验时出现的泄漏问题开展专项研究,全面展开包括拆检、零部件外观和关键尺寸检查、初步原因分析、原因分析结果排查、同轴度检测、释放阀对比试验、零部件更换、冷态密封性试验和热态试验的工作,找出安全阀故障的主要原因,制定和实施相应的改进措施对4台稳压器安全阀进行修复。试验结果表明,找出的故障主要原因准确,制定的改进措施得当。改进后产品出厂的检验和试验表明,稳压器安全阀的质量已得到根本改善,全面提高了产品的可靠性。     

核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发

针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计院研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C++语言和java语言,具有完全自主知识产权。PANTO软件通过了单元测试、集成测试和系统测试,基本消除了所有的代码缺陷。针对秦山二期核电厂阶跃负荷增大10%与额定功率下全部甩负荷瞬态试验进行了验证计算。结果表明,PANTO软件能够较好地模拟瞬态中关键参数的变化情况,计算精度满足工程应用要求,适用于压水堆核电厂运行瞬态分析。     

排放载荷分析方法合理性论证及关键影响因素研究

在自主化三代核电厂的设计中,为了满足超压保护功能,一般会使用较为先进的先导式安全阀。先导式安全阀较以前M310电厂的阀门,具有开启时间更短等特点。三代核电厂的稳压器安全阀如果在某些情况下开启,其上游水封将会对下游排放管道造成非常大的冲击力。因此,排放载荷分析是先进的三代电厂的稳压器排放管线设计中的一个关键性技术,只有掌握了排放载荷分析方法,才能为应力计算提供可靠参考,进而对管线设计、管道支撑布置的合理性进行论证。使用RELAP5程序进行热工水力计算,对输出信息进行合理的处理可获得载荷计算结果。本文将对该分析方法的合理性进行验证,并且在此基础上,选取对载荷影响非常关键的因素,包括:阀门开启时间、水封温度、水封体积等进行研究,为载荷优化提供合理性建议。     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

核电厂稳压器水封结构数值模拟研究

建立了含不凝性气体的气-液两相流三维计算流体力学(CFD)模型,运用Fluent软件对核电厂稳压器新型水封结构流场进行模拟,通过水密封建立过程中稳压器压力和不凝性气体含量的影响分析,研究了水密封建立过程的热工特性。结果表明,对于新型水封结构,水密封建立时间随稳压器压力的增大而缩短,随不凝性气体含量的增大而增长。     

子通道分析软件CORTH的研发

子通道分析软件CORTH基于具有滑速比的四方程模型,适用于反应堆堆芯或加热棒束实验热工水力分析。CORTH软件的研发采用模块化设计和面向对象的编程语言,针对输入和输出特别设计了图形化的用户界面。软件通过了独立的第三方测试,检验了编码的可靠性和规范性。利用核电厂实测数据、国际基准题和AP1000额定工况对软件进行验证。结果表明,CORTH软件的计算精度较高,与国际同类软件相当,能够满足工程设计与分析需求。     

核电厂模拟器稳压器数学模型的研究

对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压数学模型作了改进。原稳压器数学模型采用修正的平衡态模型，对于快速瞬变过程，不能满足模拟的逼真度要求。改进后的模型采用三区非平衡态模型，考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降和喷淋凝结等传热传质过程，实现了联机实时运行。     

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后,安全注射（简称“安注”）流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。      

Benchmark calculations of pressurizer model for Maanshan nuclear power plant using TRACE code

The pressurizer plays an important role in controlling the pressure of the primary coolant system in pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants. An accurate modeling of the pressurizer is needed to determine the pressure response of the primary coolant system, and thus to successfully simulate overall PWR nuclear power plant behavior during transients. The purpose of this study is to develop a pressurizer model, and to assess its pressure transients using the TRACE code version 5.0. The benchmark of the pressurizer model was performed by comparing the simulation results with those from the tests at the Maanshan nuclear power plant. Four start-up tests of the Maanshan nuclear power plant are collected and simulated: (1) turbine trip test from 100% power (Test PAT-50); (2) large-load reduction at 100% power (Test PAT-49); (3) net-load trip at 100% power (Test PAT-51); and (4) net-load trip at 50% power (Test PAT-21). The simulation results show that the predictions of the pressure response are in reasonable agreement with the power plant's start-up tests, and thus the pressurizer model built in this study is successfully verified and validated.     

稳压器压力控制系统动态仿真

本文旨在通过核电厂控制系统的全数字仿真来验证稳压器的压力控制系统的设计，并根据瞬态分析的结果来确定各控制环节的参数，分析结果为秦山核电厂调试和最终安全分析报告提供了依据，并与实际高度结果比较验证了分析模型与方法的合理性。     

基于多区非平衡模型的稳压器动态仿真与验证

采用FORTRAN程序设计语言,基于稳压器多区非平衡模型和吉尔数值求解方法,开发了稳压器动态仿真程序NEP MR。计算结果与美国希平港核电站稳压器74MW和105MW甩负荷的试验结果进行对比,总体趋势符合良好。NEP MR程序可较好地反映瞬态甩负荷过程中稳压器内部控制体的温度分层现象。在稳压器喷淋器开启和关闭瞬间,汽相和液相控制体之间的界面流量出现突跳现象。计算结果证明了多区非平衡模型建模和NEP MR程序仿真的合理性。     

Computational analysis for prediction of pressure of PWR presurizer under transient conditions

A computer model has been developed for prediction of the pressure in the pressurizer under transient conditions.In the model three separate thermodynamic regions which are not required to be in thermal equilibrium have been considered.The mathematical model derived from the general conservation equations includes all of the important thermal-hydraulics phenomena occurring in the pressurizer,i.e.,stratification of the hot water and incoming cold water,bulk flashing and condensation ,wall condensation,and interfacial heat and mass transfer,etc.The bubble rising and rain-out models are developed to describe bulk flashing and condensation.respectively.To obtain the wall condensation rate,a one-dimensional heat conduction equation is solved by the pivoting method.The presented model will predict the pressure-time behavior of a PWR pressurzer during a variety of transients.The results obtained from the propesed mathematical model are in good agreement with available data on the CHASHMA nuclear power plant‘s pressurizer performance.     

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽（或水）排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明：ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。     

基于acslX软件的AP1000稳压器压力控制系统动态仿真

针对AP1000稳压器内部传热传质过程的特点,结合西屋AP1000的相关参数,在上海核工程研究设计院控制系统模型的基础上,对其中稳压器的二区数学模型进行完善和改进,利用acslX软件建立稳压器三区动态数学模型,并严格按照西屋AP1000稳压器的压力控制逻辑,对建立起来的数学模型进行了相应的控制仿真实现。通过比较改进前和改进后模型试验结果与相关设计文件的差异,验证了改进后模型较改进前具有更好的精确性、可扩展性,同时该模型可为今后CAP1400稳压器的仿真工作打下一定基础。     

稳压器汽腔小破口失水事故的模拟

在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。     

一种改进的稳压器优化设计及其瞬态特性

以秦山Ⅰ期核电厂为参考,通过增加一系列工程性约束条件,对已有稳压器优化设计方案进行了改进。在秦山Ⅰ期一回路系统中,利用改进后的稳压器设计方案替代原设计方案,通过已建立的RELAP5计算模型,研究了在小破口给水丧失事故和给水丧失未能紧急停堆的预期瞬变下的系统响应特性,并与参考母型的计算结果进行了比较。研究结果表明：采用改进后的稳压器优化设计方案,提高了蒸汽发生器二次侧压力,有利于保障汽轮机效率和安全。本文研究范围内,在小破口给水丧失事故和给水丧失未能紧急停堆的预期瞬变中,优化模型与母型应对能力相当。